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論文

「むつ」不用機器類の物量及び汚染放射能調査報告

畑中 一男; 大枝 悦郎; 渡辺 正秋*

デコミッショニング技報, (28), p.47 - 53, 2003/10

むつ事業所内には、原子力船「むつ」の燃料取り出し時に使用した機器類で今後廃棄する予定の機器類が約200ton程度保管されている。これら不用機器類のうち、イオン交換塔及び体積制御系統の充てんポンプについて、解体計画策定の前提となる物量及び汚染放射能の実態を把握するため、調査を行った。今回の調査では、イオン交換塔及び充てんポンプの物量及び放射能の実態を把握できた。また、表面が平滑に仕上げられたイオン交換塔のような構造物については、拭き取り除染程度の簡単な除染法で、放射性廃棄物でない廃棄物として処分できる可能性のあることが確認できた。

報告書

東海ホットラボにおける高温工学試験研究炉用材料の照射後試験

木崎 實; 本田 順一; 宇佐美 浩二; 大内 朝男*; 大枝 悦郎; 松本 征一郎

JAERI-Tech 2000-087, 50 Pages, 2001/02

JAERI-Tech-2000-087.pdf:2.78MB

東海ホットラボでは、四半世紀以上にわたって高温工学試験研究炉用燃料・材料の研究開発のための照射後試験を実施してきており、被覆粒子燃料,アロイ800H,圧力容器鋼材等の開発や選定、安全審査・設計工事認可対応に有用なデータを提供してきた。本報は、HTGRからスタートして最終的にHTTRに至る開発に伴って実施してきた材料関連照射後試験の技術的変遷と試験成果をまとめたもので、高温引張試験,クリープ試験,シャルピー衝撃試験,弾塑性破壊靱性(J$$_{IC}$$)試験,動的破壊靱性(K$$_{Id}$$)試験,スモールパンチ試験,電気化学的腐食試験等について開発整備してきた試験装置,遠隔操作技術,評価技術,及び,耐熱・耐圧材料の高温照射脆化の特徴,さらには、これら材料の研究開発やホットラボ技術の進展への寄与等を概説する。

論文

ZrC-coated particle fuel for high temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 小川 徹; 沢 和弘; 関野 甫; 高野 利夫; 喜多川 勇; 石川 明義; 冨田 健; 大枝 悦郎

Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/00

ZrC被覆粒子燃料は、その優れた特性から、現行のSiC被覆粒子燃料に代わり得る候補であり、高温ガス炉の直接ヘリウムサイクルやプルトニウム燃焼に寄与できるのではないかと考えられている。ZrC被覆燃料粒子の高温での健全性及び核分裂生成物の保持特性について、照射後加熱試験により調べた。その結果、ZrC被覆粒子燃料の優れた高温特性を明らかにした。また、1400$$^{circ}$$Cから1650$$^{circ}$$Cにおいて照射試験を行った。ZrC被覆粒子燃料にはとくに異常は認められなかったが、SiC被覆粒子燃料には、核分裂生成物のパラジウムによる腐食が認められた。

論文

Deterioration of ZrC-coated fuel particle caused by failure of pyrolytic carbon layer

湊 和生; 福田 幸朔; 関野 甫; 石川 明義; 大枝 悦郎

Journal of Nuclear Materials, 252, p.13 - 21, 1998/00

ZrC被覆燃料粒子は、高温ガス炉用SiC被覆燃料粒子に代わる候補のひとつである。ZrC被覆燃料粒子の1800から2000$$^{circ}$$Cにおける挙動を明らかにするために、照射後加熱試験を行ったZrC被覆燃料粒子の断面組織観察及びEPMA分析を実施するとともに、Zr-C-U-O系の熱力学的解析を行った。これらの観察、分析及び解析の結果に基づき、ZrC被覆燃料粒子の性能劣化の機構を提案した。1800から2000$$^{circ}$$Cにおいて見られたZrC被覆燃料粒子の性能劣化は、ZrC層の内側の熱分解炭素層が破損したために生じたものであることを明らかにした。

論文

Post-irradiation examination of high burnup HBWR fuel rods at JAERI

中村 仁一; 上塚 寛; 河野 信昭; 大枝 悦郎; 助川 友英; 古田 照夫

HPR-345 (Vol. II), 0, 13 Pages, 1995/00

ハルデン炉で最高燃焼度62MWd/kgUまで照射された7本の燃料棒の照射後試験が原研で実施されており、現在までに全ての非破壊試験と一部を除いた大部分の破壊試験が終了した。このうち3本の燃料棒は16年間にわたって照射されており、金相試験で照射初期の高出力時に生じたと推定される顕著な柱状晶の成長と中心孔の形成が観察された。これらの燃料棒のFPガス放出は、製造時の燃料密度より、柱状晶の成長と中心孔の形成に大きな影響を受けていると推定された。ペレットの径方向燃焼度分布測定がマイクロサンプリングした試料の化学分析によりなされ、XMA分析によるPuとNdの径方向分布と良い一致を示した。またペレットの平均燃焼度は出力履歴から推定された燃焼度と良い一致を示した。高燃焼度UO$$_{2}$$の熱拡散率測定データについても報告を行う。

報告書

Pre-pulse irradiation examination, NSRR pulse irradiation and post-pulse irradiation examination of MH-2 fuel rod

柳澤 和章; 片西 昌司; 本間 功三*; 笹島 栄夫; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 92-015, 211 Pages, 1992/02

JAERI-M-92-015.pdf:8.77MB

NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-2(MH-2)を用いたパルス照射がNSRRで1990年3月8日に実施された。当該燃料の発熱量は68cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-2に関して燃料棒再製作時のデータ。NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。

報告書

Pre-pulse irradiation examination, NSRR pulse irradiation and post-pulse irraditaiton examination of MH-1 fuel rod

柳澤 和章; 笹島 栄夫; 片西 昌司; 本間 功三*; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 91-220, 186 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-220.pdf:7.02MB

NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-1を用いたパルス照射がNSRRで1989年11月28日に実施された。当該燃料の発熱量は60cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-1に関して燃料棒再製作時のデータ、NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。

報告書

Post irradiation examination of 14 $$times$$ 14 PWR type fuel rod prior to pulse irradiation in NSRR

柳澤 和章; 笹島 栄夫; 片西 昌司; 藤城 俊夫; 三瓶 真一; 二瓶 康夫; 三村 英明; 大枝 悦郎; 山原 武; 森本 研次*

JAERI-M 91-218, 199 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-218.pdf:15.05MB

美浜2号機にて使用した14$$times$$14PWR型燃料棒に対し、原研ホット試験室にてパルス前の照射後試験を実施した。これは商用炉供用期間末期の燃料性能に関するデータを手得する目的で実施されたものである。得られた非破壊及び破壊試験データをとりまとめ、本報告書に収録した。反応度事故(RIA)に係る安全性研究の観点から、当該燃料棒は本試験後に短尺化され、原研原子炉安全性研究炉(NSRR)にてパルス照射に供試された。収録したデータは、予備照射した燃料棒のRIA破損に関するメカニズム究明にとって将来とも重要なものになると思われる。

報告書

使用済燃料輸送キャスクの遮蔽実験,4; BWR使用済燃料による「線源形状評価のための実験」

田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 足立 守; 近藤 真; 佐藤 博; 飯田 省三; 内山 順三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.

JAERI-M 84-020, 46 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-020.pdf:1.74MB

照射済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラィの検証実験計画に基づき、BWR使用済燃料集合体を利用した「線源形状評価のための実験」を行った。この実験は燃料集合体を1つの体積線源と見なして解析を行う場合の線源形状の近似手法を評価、検討するためのもので、照射履歴のほぼ等しい2体の燃料集合体が実験に使用され、水中において集合体周辺のガンマ線、中性子の分布が測定された。本報告書では詳細な測定結果と合せ、これらの解析に必要な実験条件、測定器の特性等が述べられている。

報告書

使用済燃料輸送キャスクの遮蔽実験,3; BWR使用済燃料による「キャスク形状評価のための実験」

田中 俊一; 坂本 幸夫; 山路 昭雄*; 足立 守; 近藤 真; 内山 順三; 佐藤 博; 飯田 省三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.

JAERI-M 84-019, 66 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-019.pdf:1.92MB

使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、BWR使用済燃料集合体とこれを収納した使用済燃料輸送キャスクを用いて「キャスク形状評価のための実験」を実施した。この実験は使用済燃料輸送キャスクの遮蔽解析コード、同データライブラリィを総合的に評価、検討し、必要な改善を計るためのベンチマークデータを取得することを目的とするもので、燃料集合体1体、および2体収納した輸送キャスクについてガンマ線、中性子の測定を行なった。本報告書では、測定値の他、実験の条件・方法、検出器の特性、測定結果のまとめが述べられている。

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